CN108682460A - 浅池式核能低温供热堆装置及其运行方法 - Google Patents

Abstract

本发明公开一种浅池式核能低温供热堆装置及其运行方法，涉及核能低温供热堆技术领域，以解决现有泳池式低温供热堆安全性和经济性不理想尚有待提高的技术问题。浅池式核能低温供热堆装置包括：设置在浅水池内的池内主循环水泵和池内主换热器；池内主循环水泵置于一回路的首端，且其入口与浅水池相通、出口与堆芯的入口相联；堆芯的出口与池内主换热器下端的一回路水入口相联结。采用全浸式池内主循环水泵及池内主换热器，能够自然消除反应堆载热剂大量流失的可能；将池内主循环水泵布置于反应堆一回路的首端，依靠池内主循环水泵的增压作用能够提高堆芯及一回路内的压力、堆芯出口温度、浅池低温供热堆的热工安全裕度及堆芯和主换热器的传热能力。

Description

浅池式核能低温供热堆装置及其运行方法

技术领域

本发明涉及核能低温供热堆技术领域，特别涉及一种浅池式核能低温供热堆装置及其运行方法。

背景技术

随着我国城市化和人民生活水平的不断提高，城市集中供热在快速发展，北方采暖地区发展到了17个省市、自治区，采暖人口已超过7亿。目前全国城市集中供热的大部分仍然依靠热电联产和区域锅炉房，使用的燃料以直接燃烧的煤碳为主，每年供暖消耗的煤炭已超过5亿吨，燃烧产物在居民集中地区直接低空排放，是造成供暖期间经常出现跨省联日雾霾天气的主要原因之一。在各种清洁能源中，我国全国发电总装机容量只有16.5亿千瓦，除个别大城市外无法普遍实现煤改电，能够拨给供暖用的天然气数量也有限，工业余热利用已得到了部分发展，余下的多数是分散或距离居民区较远的热源，光伏电和风能的使用范围不断扩大，但由于其明显的间歇性很难保障城市供暖的基载负荷，因此城市规划集中供热热源缺口日益增大，寻找清洁替代能源已成燃眉之急。

我国对低温供热堆的研究开发工作已进行了将近40年，虽然供热堆比核电站动力反应堆规模小，热工参数也更低得多，但至今尚未建成专用的低温堆核供热站，究其原因堆型选择和供热堆设计指导思想是其中的主要问题之一。在不久前由中国核学会组织的低温供热堆专题会议上共提出了6种堆型，大体上可分为壳式低温供热堆、池壳结合低温供热堆和池式供热堆三类。由于城市集中供热的最终目的只在于保持办公楼及居民室内18￣25℃适合人类活动的温度，所以供热堆的设计，应充分利用低温需求的特点，最大限度地合理降低反应堆的温度和压力，以此先于核电站压水堆实现确定性的核安全，只有这样才能保证核能供热的推广应用。由于低温供热堆是直接建在临近城市或居民区之内的核能供热装置，因此其必须只依靠自然因素的作用来完成其全部安全冷却功能，实际上排除严重事故风险，对周围居民和企业不再需要制定任何事故紧急撤离计划，保证核供热的绝对安全，并且在运行过程中不排放任何污染环境的有毒有害物质。在设计、设备制造和运行管理的全过程中，只采用工业已经广泛实践验证的成熟技术，不宜采用任何带有实验研究性质的新奇技术特征。同时充分利用低温需求的特点，最大限度地降低供热堆的热工参数，直至将反应堆一回路转化为常压装置，并简化核供热站的***设备，以此来保证实现其安全性、可靠性和经济性要求。

进入新世纪以来热网的热能传输技术得到了很大发展，解放初我国参照前苏联的供热标准，将热网供水温度定为150℃，对热源要求很高，所以前苏联为实施核能集中供热不得不重新开发供热参数较高的ACT－500型专用壳式供热堆。但我国大部分供热地区并不像俄罗斯那样都处于高寒地带，所以后来将热网供水温度改为130℃，这样可以采用更为经济的定型保温管道，降低热网造价。近年来热泵输热技术得到了很大发展，将中等温度小温差大流量的热源，通过热泵的作用转换成大温差(130￣20℃)小流量的水流，以此将低温热能经济地最远输送到100公里以外的地区，热用户就地再将此热能转化为小温差大流量，且因为普遍采用地暖供热后入户热水温度要求不超过40￣50℃，这样就形成了整体合理、经济的大型城市集中供热***。这种输热方式对核能供热堆的选型构成了决定性的影响，因为再大的城市热网也不要求核能供热站的供水温度超过100℃。考虑到这些条件，在各种供热堆中常压池式供热堆就自然地成为了城市集中供热的首选，它像核能发展初期建造的池式实验堆一样，将堆芯置于常压大容积水池的底部，任何条件下停堆后即立刻将反应堆转化为安全的核燃料元件存储池，自然地排除了反应堆***大量失水及堆芯融毁的风险。在池式低温堆核供热站的设计中，由于对传热***和换热设备都进行了优化，采用板式换热器实现小温压条件下的换热，在满足大型城市热网供热参数要求的前提下，把池式低温供热堆一回路的热工参数降为低温、常压，因而在其各安全冷却***中，有条件不需要采取任何强制性人为措施，完全不依赖自动控制***、能动设备及人为介入等这些必然包含失误概率的因素，即可全部通过自然因素的作用，来确保核供热站的安全，而自然因素作用的本质特征即是确定无疑，没有失误概率，所以实际上能够排除严重事故风险，不需要制定周围居民在严重事故条件下的紧急撤离计划，能够真正排除公众对核安全的忧虑，形成最安全、最简单可靠和最经济的低温供热堆。分布于世界各国的这种池式实验堆有的就建造在城市地区之内，有的一开始建于城市边缘地区，但后来随着原有城市的扩大也被包围在城市之中，从来不会发生任何影响周围环境的安全事故，在运行过程中也不排放任何污染物，以累积一万多堆年的安全运行记录，证明了池式堆核供热站可以在城市地区内成为理想的为城市集中供热服务的清洁能源。

图1为现有技术泳池式低温供热堆一回路设备的布置原理图，其反应堆一回路设备采用分置式布置方案，将主换热器5与主循环泵4布置于常压大容积的深水池9之外。从图1中可以看出，低温供热堆布置于深水池的底部，堆壳14下端为开式结构，池水由此进入堆芯1，被加热后经出口管道2进入衰减筒3，然后进入池外的主换热器5，堆水放出热量后再由主循环泵4经一回路回水管道7，将水送回深水池9。

在三十多年以前由于主换热器只能采用常规板式换热器，每两板片之间的密封橡胶条需定期更换，所以一回路设备采用了分置式的布置方案，将主换热器5布置在深水池9之外，又由于密封橡胶条抗辐照能力低，所以堆水在进入主换热器5之前要经过衰减筒3，使被堆芯1激活的水延迟几十秒以后再进入主换热器5。

常压深水池9的深度过大，除增加建造费用之外，还为供热堆的运行带来一定的不便，为了完成堆芯的装卸料过程，需将池水排走一半，露出工作平台11，然后借助于装卸料机，进行堆芯的装卸料过程。此外，从供热堆上方的控制棒传动机构10到控制棒顶端大约有20米的距离，需要通过套管内的钢丝绳12来联结，这是泳池式低温供热堆与核电站压水堆和池式实验堆结构相比主要有差别之处，在紧急停堆时是否会因此而造成落棒时间的延误还值得关注。

现有技术泳池式低温供热堆采用深水池的目的，在于借助水静压增加堆芯及一回路内各点的压力，以提高堆水的过冷度及堆芯的热工安全余度，避免在反应堆一回路及池水内的各点发生水的相变，保证实现平稳的运行工况。但一方面利用水静压增加堆内压力是一个低效能措施，因为水池深度每增加10米，堆芯1内的水才只能增加一个大气压，但从工程现实性考虑，因为控制棒传动机构10设在水池上部，而堆芯1设在池底，堆芯控制棒与其传动机构之间依靠长钢丝绳联接，实际水深不宜过于巨大，所以单独依靠水池深度为堆芯和一回路加压其效能是有限的；另一方面按现有技术泳池式低温供热堆的一回路设备布置方案，将主循环泵4布置在一回路的末端，形成抽吸式的运行方式，主循环泵4投入运行后堆芯1及一回路内各点的压力都要下降，其下降幅度为从该点算起，沿流动方向上朔至堆芯入口的全程流动阻力损失之和，这在很大程度上无谓地消耗掉了深水静压的作用。

本申请发明人发现，现有技术泳池式低温供热堆由于采用这种将主循环泵4置于一回路末端的分置式布置方案，直接造成了以下两个缺点：

A.主循环泵的最大扬程受到限制

主循环泵4的出口与深水池9相联，其出口压力等于水泵所在位置的水静压，而其入口压力为避免漏入空气不能低于大气压力，所以主循环泵4的最大扬程不能超过主循环泵所在位置的水静压。从工程实际条件出发，主循环泵4以上的水深只能有十几米，其水静压相当于一个多大气压，而循环泵的扬程等于堆芯1、衰减筒3、主换热器5及各联接管道等全部一回路设备流动阻力之和，因而在堆芯及主换热器内，只能选择较低的水流速度，降低了这些设备的传热效能。

B.提高堆芯出口水温受到限制

从图1中可以看出，带有堆芯出口水温的热水流最高升至衰减筒3的顶端，但反应堆***投入正常运行后，这点的实际压力为该点水静压扣减堆芯1及衰减筒3的流动阻力，实际上已接近大气压力，所以既使采用24米的池水深度，堆芯出口水温也难于超过100℃。

综上，上述这两个缺点表明，现有技术泳池式低温供热堆虽然采用了深水池，承受了由此所带来的技术不便，但由于一回路设备布置原则不够完善，无谓地消耗掉大部分水静压，实际上并未完全取得增加水池深度的预期积极效果，因此现有技术泳池式低温供热堆的设计还有很大的改进空间。

发明内容

本发明的目的在于提供一种浅池式核能低温供热堆装置及其运行方法，以解决现有的泳池式低温供热堆的安全性和经济性不理想尚有待提高的技术问题。

本发明提供一种浅池式核能低温供热堆装置，包括：浅水池，所述浅水池内设置有池内主循环水泵和池内主换热器；所述池内主循环水泵置于一回路的首端，且所述池内主循环水泵的入口与所述浅水池相通，所述池内主循环水泵的出口与堆芯的入口相联；所述堆芯的出口与所述池内主换热器下端的一回路水入口相联结。

实际应用时，所述池内主换热器在所述浅水池内垂直放置，所述池内主换热器的一回路水出口在上方，并与所述浅水池的池水相通。

其中，所述池内主换热器采用全金属型的板式换热器。

具体地，所述池内主循环水泵采用混流泵或深井泵；所述池内主循环水泵的出口通过反应堆入口管道与所述堆芯的入口相联，且所述反应堆入口管道靠近封闭式堆壳的一端设有单向阀；所述堆芯的出口通过出口管道与所述池内主换热器下端的一回路水入口相联结。

进一步地，所述浅水池的深度在8米至20米之间。

更进一步地，所述池内主换热器还连通有中间回路，所述中间回路在反应堆一回路与热网之间设置，且所述中间回路的工作压力高于所述反应堆一回路和所述热网的工作压力；所述中间回路通过热网换热器与热网供水管道连通，且所述中间回路上设有中间回路循环水泵，所述热网供水管道上设有热网循环水泵；所述池内主循环水泵、所述中间回路循环水泵、以及所述热网循环水泵均分别采用双速电机驱动。

相对于现有技术，本发明所述的浅池式核能低温供热堆装置具有以下优势：

本发明提供的浅池式核能低温供热堆装置中，包括：浅水池，该浅水池内设置有池内主循环水泵和池内主换热器；具体地，池内主循环水泵置于一回路的首端，且池内主循环水泵的入口与浅水池相通，池内主循环水泵的出口与堆芯的入口相联；进一步地，堆芯的出口与池内主换热器下端的一回路水入口相联结。由此分析可知，本发明提供的浅池式核能低温供热堆装置中，由于采用全浸式池内主循环水泵及池内主换热器，实现供热堆一回路设备的池内一体化布置方案，因此能够自然消除反应堆载热剂大量流失的可能；并且，将池内主循环水泵布置于反应堆一回路的首端，在浅水池(即水池深度减半)的条件下，依靠池内主循环水泵的增压作用还能够提高堆芯及一回路内的压力、堆芯出口温度及浅池低温供热堆的热工安全裕度，以及堆芯和池内主换热器的传热能力。

本发明还提供一种浅池式核能低温供热堆的运行方法，池内主循环水泵设置于一回路的首端，实现为一回路增压的运行方式，在功率运行状态下使堆芯与池内主换热器内的水压高于其所在点的水静压，其增压幅度为从该点算起顺流而下一直到池内主换热器的出口之间各段流动阻力之和，以此增加堆芯及一回路内各点的热工安全裕度。

其中，在一回路***内，带有堆芯出口水温的堆水最高升至池内主换热器下端的一次水入口，处于供热堆浅水池的水表面以下5米，堆水继续上行开始其放热降温过程；在浅水池深度为12米、堆芯出口水温为110℃的条件下，能够保证在一回路功率运行时各点的水温依靠池内主循环水泵的增压作用都具有足够的过冷度，以提高传热安全裕度。

具体地，在正常功率运行条件下，各水泵电机由核供热站交流电源供电，各泵在额定工作转数下运行，保证将堆芯发出的热量经过中间回路传至热网；正常停堆或事故停堆后，池内主循环水泵、中间回路循环水泵、以及热网循环水泵均转入稳定的低速运行工况，保证安全载出堆芯余热并保护热网免于发生冷冻；或变速运行，使流量与堆芯余热同步衰减，以节省可靠电源的供电，且当电网低速或变速电机供电发生故障时自动转接可靠电源，保证对堆芯余热不间断的安全冷却过程；在正常供电及可靠电源都失效的极端事故条件下，池内主循环水泵停闭后，单向阀自然开启，浅水池内下部温度较低的池水通过单向阀直接进入堆芯并载出堆芯余热，通过池内主换热器放出热量后返回浅水池，以形成简短、高效的一回路自然循环安全冷却通道。

所述浅池式核能低温供热堆的运行方法与上述浅池式核能低温供热堆装置相对于现有技术所具有的优势相同，在此不再赘述。

附图说明

为了更清楚地说明本发明具体实施方式或现有技术中的技术方案，下面将对具体实施方式或现有技术描述中所需要使用的附图作简单地介绍，显而易见地，下面描述中的附图是本发明的一些实施方式，对于本领域普通技术人员来讲，在不付出创造性劳动的前提下，还可以根据这些附图获得其他的附图。

图1为现有技术提供的泳池式低温供热堆一回路设备的布置原理图；

图2为本发明实施例提供的浅池式核能低温供热堆装置的结构示意图。

图中：1－堆芯；2－出口管道；3－衰减筒；4－主循环泵；5－主换热器；7－回水管道；9－深水池；10－控制棒传动机构；11－工作平台；12－钢丝绳；14－堆壳；15－卸料元件储存架；16－热网循环水泵；17－热网供水管道；18－热网换热器；19－中间回路稳压器；20－中间回路循环水泵；104－池内主换热器；105－池内主循环水泵；107－反应堆入口管道；109－浅水池；113－浅池堆壳顶盖；114－封闭式堆壳；122－单向阀。

具体实施方式

下面将结合附图对本发明的技术方案进行清楚、完整地描述，显然，所描述的实施例是本发明一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。

在本发明的描述中，需要说明的是，术语“中心”、“上”、“下”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的***或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。此外，术语“第一”、“第二”、“第三”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性。

在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“安装”、“相连”、“连接”应做广义理解，例如，可以是固定连接，也可以是可拆卸连接，或一体地连接；可以是机械连接，也可以是电气连接；可以是直接相连，也可以通过中间媒介间接相连，可以是两个元件内部的连通。对于本领域的普通技术人员而言，可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。

图2为本发明实施例提供的浅池式核能低温供热堆装置的结构示意图。

如图2所示，本发明实施例提供一种浅池式核能低温供热堆装置，包括：浅水池109，浅水池109内设置有池内主循环水泵105和池内主换热器104；池内主循环水泵105置于一回路的首端，且池内主循环水泵105的入口与浅水池109相通，池内主循环水泵105的出口与堆芯1的入口相联；堆芯1的出口与池内主换热器104下端的一回路水入口相联结。

相对于现有技术，本发明实施例所述的浅池式核能低温供热堆装置具有以下优势：

本发明实施例提供的浅池式核能低温供热堆装置中，如图2所示，包括：浅水池109，该浅水池109内设置有池内主循环水泵105和池内主换热器104；具体地，池内主循环水泵105置于一回路的首端，且池内主循环水泵105的入口与浅水池109相通，池内主循环水泵105的出口与堆芯1的入口相联；进一步地，堆芯1的出口与池内主换热器104下端的一回路水入口相联结。由此分析可知，本发明实施例提供的浅池式核能低温供热堆装置中，由于采用全浸式池内主循环水泵105及池内主换热器104，实现供热堆一回路设备的池内一体化布置方案，因此能够自然消除反应堆载热剂大量流失的可能；并且，将池内主循环水泵105布置于反应堆一回路的首端，在浅水池109(即水池深度减半)的条件下，依靠池内主循环水泵105的增压作用还能够提高堆芯及一回路内的压力、堆芯出口温度及浅池低温供热堆的热工安全裕度，以及堆芯1和池内主换热器104的传热能力。

实际应用时，如图2所示，上述池内主换热器104在浅水池109内垂直放置，池内主换热器104的一回路水出口在上方，并与浅水池109的池水相通。

其中，上述池内主换热器104可以采用全金属型的板式换热器，且该全金属型的板式换热器可以为全焊接或为微通道型板式换热器。

具体地，如图2所示，上述池内主循环水泵105的出口通过反应堆入口管道107与堆芯1的入口相联，且反应堆入口管道107靠近封闭式堆壳114的一端设有单向阀122；上述堆芯1的出口通过出口管道2与池内主换热器104下端的一回路水入口相联结。

进一步地，本发明实施例提供的浅池式核能低温供热堆装置中，上述浅水池109的深度可以由现有技术泳池堆的24米减为8－20米。

更进一步地，如图2所示，上述池内主换热器104还连通有中间回路，该中间回路在反应堆一回路与热网之间设置，且中间回路的工作压力高于反应堆一回路和热网的工作压力；实际装配时，中间回路通过热网换热器18与热网供水管道17连通，且中间回路上设有中间回路循环水泵20，热网供水管道17上设有热网循环水泵16。此外，上述池内主循环水泵105、中间回路循环水泵20、以及热网循环水泵16均可以分别采用双速电机驱动，其低速供电必要时可立即转接不间断可靠电源。

再进一步地，如图2所示，上述中间回路上还可以设有中间回路稳压器19。

本发明实施例还提供一种浅池式核能低温供热堆的运行方法，结合图2所示，池内主循环水泵105设置于一回路的首端，实现为一回路增压的运行方式，在功率运行状态下使堆芯1与池内主换热器104内的水压高于其所在点的水静压，其增压幅度为从该点算起顺流而下一直到池内主换热器104的出口之间各段流动阻力之和，以此增加堆芯及一回路内各点的热工安全裕度，同时打破现有技术泳池式低温供热堆主循环泵4最大扬程的限制，容许堆芯1及主换热器5有更大的流动阻力，以提高水流速，增强二者的传热能力。

其中，在一回路***内，带有堆芯出口水温的堆水最高升至池内主换热器104下端的一次水入口，处于供热堆浅水池的水表面以下5米，堆水继续上行开始其放热降温过程；在浅水池109深度为12米、堆芯出口水温为110℃的条件下，能够保证在一回路功率运行时各点的水温依靠池内主循环水泵105的增压作用都具有足够的过冷度，以提高传热安全裕度。并且，既使在满功率运行状态下突然停堆停泵，在一回路内的任何位置也不会发生水的相变，能够保持运行工况的平稳过度。

此外，在浅池堆内封闭式堆壳114置于浅水池109的底部，进行堆芯装卸料时，移开控制棒传动机构10，打开浅池堆壳顶盖113，在池内及堆内共用同一个装卸料机，即可把燃料元件从堆芯1内卸出，转送至水池内的卸料元件储存架15，在卸料的全过程中，都能够保证卸料元件以上始终保有3米以上的水层，提供足够的屏蔽防护能力，使堆芯装卸料的全过程都在可视监督条件下进行，并在浅水池109内完成全部与燃料元件装卸相关的各种操作，以简化浅池式低温堆核供热站的辅助***和设备。

具体地，在正常功率运行条件下，各水泵电机由核供热站交流电源供电，各泵在额定工作转数下运行，保证将堆芯1发出的热量经过中间回路传至热网；正常停堆或事故停堆后，池内主循环水泵105、中间回路循环水泵20、以及热网循环水泵16均转入稳定的低速运行工况，保证安全载出堆芯余热并保护热网免于发生冷冻；或变速运行，使流量与堆芯余热同步衰减，以节省可靠电源的供电，且当电网低速或变速电机供电发生故障时自动转接可靠电源，保证对堆芯余热不间断的安全冷却过程；在正常供电及可靠电源都失效的极端事故条件下，池内主循环水泵105停闭后，单向阀122自然开启，浅水池109内下部温度较低的池水通过单向阀122直接进入堆芯1并载出堆芯余热，通过池内主换热器104放出热量后返回浅水池109，以形成简短、高效的一回路自然循环安全冷却通道。

此外，浅水池109的池水热容能够吸纳数十天的堆芯余热，只要停堆一天后堆芯余热水平即降至额定功率的0.2－0.3％，依靠池水的巨大热容及浅水池109对周围大地的热传导，即可以保障无时限的堆芯余热安全冷却能力。既使万一需要向池内补水，对一个位于地面标高以下的常压水池送水也不会发生任何实际困难，所以浅池式低温供热堆只依靠自然因素的作用，即可以完成其全部安全冷却***的功能，而自然因素作用的本质特征即是确定无疑，没有失误概率，因而实际上能够确定性地保障排除由一回路水大量流失及堆芯融毁所造成的严重事故风险。

本发明实施例提供的浅池式核能低温供热堆装置及其运行方法，立足于现代热泵式低温热能远距离传输技术，为城市集中供热服务的浅池式低温堆核供热站，使常压池式堆能够满足城市大型热网的供热要求，将池内主循环水泵105置于一回路首端，投入运行后为堆芯1及池内主换热器104增压，采用全金属型换热器，实现在浅水池109内的一回路设备一体化布局，自然排除堆芯融毁和堆水大量流失等的严重事故风险。其结果与现有泳池式低温堆相比，在水池深度减半的条件下，还可提高堆芯出口水温及传热安全裕度，强化堆芯1及一回路池内主换热器104的传热能力，简化浅池式低温堆的结构及核供热站的***设备，为进一步提高低温核能供热的安全性与经济性奠定了必要的技术基础。

具体实施例一：

如图2所示，一回路的池内主循环水泵105可以采用轴流泵或深井泵(当采用深井泵时，可以去除单向阀122的设置)，布置在常压大容积水池内水面以下2米，以保证泵入口处不发生气蚀现象，经过轴流泵加压后水流直接被送至反应堆入口管道107，通过封闭式堆壳114的底部直接进入堆芯1，经堆芯1加热后通过反应堆的出口管道2，进入池内主换热器104下端的一次水入口，然后向上流动，放出热量后由池内主换热器104的上端直接返回至浅水池109。

由于池内主循环水泵105位于反应堆一回路的首端，投入运行后堆芯1及一回路各点内的水压均有所上升，其增压幅度等于由该点算起，沿流动方向到池内主换热器104出口之间各段流动阻力之和。与现有技术泳池式低温供热堆将主循环泵4置于反应堆一回路末端的方案相比，堆芯1及一回路内每点的实际水压增量都等于池内主循环水泵105的扬程，而且本发明实施例提供的浅池式核能低温供热堆的池内主循环水泵105的扬程没有上限，可以根据传热***参数优化的需要提高水流速，强化堆芯1及池内主换热器104的传热效能。如果池内主循环水泵105的扬程为3－5个大气压，其加压效果即等同于在已有水静压的基础之上再增加30－50米的水池深度，因此有效利用池内主循环水泵105的扬程为堆芯1和一回路加压，是个比简单利用水静压更为有效的增压措施。

表1为本发明实施例提供的浅池式核能低温供热堆装置及现有技术泳池式低温堆核供热站主要热工参数的比较表，如下表1所示，在浅池式低温供热堆的设计中，取水池深度为12米，堆芯出口水温为110℃(泳池堆堆芯出口水温为98℃)，堆芯出口高温水沿反应堆的出口管道2升至池内主换热器104的下端的一次水入口，这里保有5米水深，堆水继续向上流动，并在流动过程中放热降温，然后由池内主换热器104上端的出口返回至浅水池109。在正常运行条件下，堆芯1及一回路内各点依靠池内主循环水泵105的加压作用均有足够的过冷度，提高了热工安全裕度。并且，既使在满功率运行条件下突然停堆停泵，一回路内的各点也不会发生相变，能够保证运行工况的平稳过渡。

从表1中可以看出，浅池堆核供热站各回路内水的温差均为70℃，而泳池堆为30℃，在热功率及传热设备型式相同的条件下流量与温差成反比，而循环泵的功耗与流量的立方成正比，因此浅池堆核能供热站各回路的流量小于泳池堆的一半，而循环水泵的能耗则相当于泳池堆的八分之一左右。

表1.浅池式及泳池式低温堆核供热站的热工参数比较表

参数	单位	浅池式低温供热	泳池式低温供热堆
				反应堆热功率	MWt	400	400
常压大容积水池深度	米	12	24
				水池直径	米	12	10
堆芯出口/入口水温	℃	110/40	98/68
				中间回路出口/入口水温	℃	105/35	93.5/63.5
热网供水/回水温度	℃	100/30	90/60

池内主换热器104采用全金属型的焊接或微通道型板式换热器，其换热部分为整体金属部件，池水由下端进入换热部分，通过众多相互平行的小尺寸流道放出热量后，由出口向上排入常压浅水池109。池内主换热器104全浸于池水中，不需要池水的出入口联箱，比现有通用型的全焊接或微通道型的板式换热器结构更为简单。池内主换热器104为整体金属构件，耐辐照，不再需要现有技术泳池式低温供热堆中的大体积堆水衰减筒3。全金属型板式换热器传热效能高，体积小，制造成本低，不需要频繁的维修监护，适合于做浅池式低温供热堆的全浸型池内主换热器104。

由于采用池内主循环水泵105和池内主换热器104，实现了全部一回路设备的池内一体化布置方案，简化了池内结构及***设备，并杜绝了反应堆一回路水大量流失的可能性，只依靠自然因素来保障浅池式低温供热堆的安全。在正常供电及可靠电源都发生故障的极端事故条件下，池内主循环水泵105停闭后单向阀122自然开启，浅水池109内下部温度较低的池水通过单向阀122直接进入堆芯1载出堆芯余热后，通过池内主换热器104放出热量后直接返回至浅水池109，形成最为简短、高效的一回路自然循环冷却通道。停堆一天后堆芯余热水平已降至额定功率的0.2－0.3％，依靠池水的巨大热容及浅水池109对周围大地的热传导，即可以保障无时限的堆芯余热安全冷却能力。并且，既使万一需要向池内补水，对一个位于地面标高以下的浅水池109送水也不会产生任何实际困难，所以浅池式低温供热堆只依靠自然因素的作用即可以完成其全部安全冷却功能。自然因素作用的特点即是确定无误，不包含失误概率，因此实际上能够排除严重事故风险，不再需要制定事故条件下对周围居民和企业实行紧急撤离的计划，有助于真正排除媒体与公众对核安全的忧虑。

如图2所示，将浅池堆壳顶盖113位置下移，使封闭式堆壳114的上法兰端面与堆芯1上端的距离减到1米以下，因而进行堆芯1的装、卸料或倒料操作时，在移走控制棒传动机构10和浅池堆壳顶盖113后，用同一个装卸料机构即可将卸料元件从堆芯1取出，在保持燃料组件垂直状态下平移越过堆壳法兰，然后直接放入水池底部的卸料元件储存架15。在浅水池109内的卸料元件平移过程中，元件以上始终有不小于3米的水深，保证水层具有足够的屏蔽防护能力，使全部操作过程都在直接可视监督条件下进行。并且，池内的卸料元件储存架15有足够大的容量，可以存储多年的卸料元件，减少放射性燃料元件的长距离运输负担。

为了快速发展低温核能供热，浅池堆的燃料组件，堆芯结构、控制棒及其传动机构、封闭式堆壳及浅池堆壳顶盖等与核技术直接相关的部件和设备，都可以直接利用核电站压水堆业已形成的设计、设备制造及运行管理等全套成功经验及工业基础，但与核电站压水堆相比，浅池式低温供热堆省却了堆外卸料元件储存池及其核安全级元件余热冷却***、在储存池与反应堆之间的燃料元件运输通道及其两端的密封闸门、堆外燃料元件装卸料机等***设备，核供热站的***设备得到了大幅简化，使所有与燃料元件相关的操作活动均集中在一个常压的浅水池109之内完成。

按浅池式低温供热堆的设备布置方案，容许堆芯1及池内主换热器104有较大的流动阻力，借以提高堆芯1及池内主换热器104内的水流速以强化放热，如强化传热需要，可将两个或两个以上池内主换热器104进行串联，通过增加流速提高其传热效能，减少换热器的投资，由于池内主换热器104是池式供热堆主要投资物项之一，因此浅池堆的设备布置方案有助于降低核能供热站的造价。

反应堆一回路池内主循环水泵105、中间回路循环水泵20和热网循环水泵16均采用双速或变速电机驱动，在正常功率运行条件下以额定工作转数保证将堆芯1发出的热量传入热网，停堆后以低转速保证载出堆芯余热。低转数可以是固定转数，能够用以载出停堆后的初始堆芯余热，或采用变转数，使水流量与堆芯剩余发热同步衰减，以最大限度地减小能耗。低转速时耗能小，必要时可随时转为由不间断可靠电源供电，兼顾完成堆芯余热安全冷却及热网防冻这些不容许出现失误的两大功能。

堆芯功率控制可以采用保持堆芯平均水温不变的原则，这样堆芯功率就能够依靠堆芯反应性负反馈的内在联系，自动跟随外负荷变化，在一定的功率范围内，在控制台上不需要进行任何操作。热网负荷变化慢，每昼夜只平稳升降一次，且可预测，因此供热堆的控制简单平稳，适合做为民用项目推广应用。

利用热泵技术实现核供热站与用户之间的热能传输时，热网远距离传输热量的供、回水温度为130/20℃，呈大温差小流量状态，可减小输水功耗。在此条件下，核供热站内各级传热采用的都是板式换热器，其传热效能高，各换热器两端保持5℃温度端差即能够实现经济的小温差换热，这样反应堆一回路及中间回路出、入口都可以获得70℃的温差，成倍地减小各回路的水流量及输水功耗，降低核供热站的运行成本。

此处需要补充说明的是，目前我国广大的北方地区对核能供热的需求迫切，用户分布广泛，数目巨大，而核供热站是建于居民稠密地区之内的核能供热装置，其选址、设计建造、运行管理监督、人员培训及退役等过程都必须严格按照国家新通过的核安全法进行，专业性极强，对广大用户来说，进入这一领域的门槛过高。为了使核供热能够顺利、快速发展，需要组建专营的核供热公司，联系与沟通地方用户(需方)与核工程承建及运营管理单位(供方)双方的工作，由需方全部或部分投资，负责热网的建设和运营管理、提供地方保安与后勤服务等等，由供方负责核供热站的设计与建造、运行与燃料管理以及日后的核设备退役服务等等。由于核供热站建成后，站内需要的运行与管理专业人员数量很少，因此这对供方不会造成太大的负担，但可使广大城市集中供热用户轻松跨过核门槛，是快速发展核能集中供热事业最稳妥的措施。

浅池供热堆的设计、建造及运营管理等全部都可利用核电站压水堆以及池式实验堆已经形成的全面科技与工业基础和获得的成功经验，虽然核电站压水堆是为比供热堆更高的温度和压力而设计的，但为了早日稳妥地启动核供热项目，有些宁可大材小用，除非有十足把握，暂不宜于做其他简化改进。这样做是值得的，由于压水堆核电站的热效率低于燃煤火电站，而核供热站的热效率远高于供暖锅炉，因此同等功率核供热的节煤效果高于核电，而且所节省的煤都是在城区燃烧并就地低空排放燃烧产物，因而是造成环境污染最大的那一部分。目前我国核电发展尚未摆脱低速徘徊期，每年能够制造8台套百万千瓦级压水堆核电站装置的生产能力得不到充分发挥，这恰为快速发展核供热提供了绝好的机遇。

低温堆核供热站一年的供暖时间通常不超过六个月，因此如何解决半年闲的问题值得关注。发展低温堆热电联供恐怕不是个合理的取向，由于要实现热电联供就必须适度提高反应堆一回路的温度和压力，因而使其安全特性更向核电站靠近，而核电站至今尚没有在城区内进行建造的先例，况且由于中小功率的核能热电联供装置比投资大而发电效率低，在有电网覆盖的地区其电价与其他能源不具备经济竞争能力，同时夏季在城区内为发电而排放大量的低温热能所造成的环境热污染效应也是不可忽视的。

低温制冷和海水淡化可以是池式低温供热堆多种用途的有益选项。利用低温供热堆提供的热能和溴化锂制冷***生产低温水，通过冬季供暖管道送入千家万户，可以减少空调制冷需求，降低夏季用电高峰负荷。进行海水淡化利用铝合金做多级蒸发器的结构材料，有利于降低淡水生产成本，提供大量的食用水，或与利用更经济方法生产的淡水勾兑混合后送入城市供水***。这两种用途所需要的热源温度都不超过100℃，所以浅池式低温供热堆就能够满足这两项综合利用的要求。

浅池式低温供热堆的设计理念清晰，全部立足于现有成熟技术，有同类堆型在城市地区的广泛运行经验，通过专家论证后，能够较快地通过审批程序，为及时广泛地发展城市核能集中供热及食用淡水生产奠定必要的技术基础。

以上所述仅为本发明的较佳实施例而已，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内，所作的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (9)

1.一种浅池式核能低温供热堆装置，其特征在于，包括：浅水池，所述浅水池内设置有池内主循环水泵和池内主换热器；

所述池内主循环水泵置于一回路的首端，且所述池内主循环水泵的入口与所述浅水池相通，所述池内主循环水泵的出口与堆芯的入口相联；所述堆芯的出口与所述池内主换热器下端的一回路水入口相联结。

2.根据权利要求1所述的浅池式核能低温供热堆装置，其特征在于，所述池内主换热器在所述浅水池内垂直放置，所述池内主换热器的一回路水出口在上方，并与所述浅水池的池水相通。

3.根据权利要求1或2所述的浅池式核能低温供热堆装置，其特征在于，所述池内主换热器采用全金属型的板式换热器。

4.根据权利要求1所述的浅池式核能低温供热堆装置，其特征在于，所述池内主循环水泵的出口通过反应堆入口管道与所述堆芯的入口相联，且所述反应堆入口管道靠近封闭式堆壳的一端设有单向阀；

所述堆芯的出口通过出口管道与所述池内主换热器下端的一回路水入口相联结。

5.根据权利要求1所述的浅池式核能低温供热堆装置，其特征在于，所述浅水池的深度在8米至20米之间。

6.根据权利要求1所述的浅池式核能低温供热堆装置，其特征在于，所述池内主换热器还连通有中间回路，所述中间回路在反应堆一回路与热网之间设置，且所述中间回路的工作压力高于所述反应堆一回路和所述热网的工作压力；

所述中间回路通过热网换热器与热网供水管道连通，且所述中间回路上设有中间回路循环水泵，所述热网供水管道上设有热网循环水泵；

所述池内主循环水泵、所述中间回路循环水泵、以及所述热网循环水泵均分别采用双速电机驱动。

7.一种浅池式核能低温供热堆的运行方法，其特征在于，池内主循环水泵设置于一回路的首端，实现为一回路增压的运行方式，在功率运行状态下使堆芯与池内主换热器内的水压高于其所在点的水静压，其增压幅度为从该点算起顺流而下一直到池内主换热器的出口之间各段流动阻力之和，以此增加堆芯及一回路内各点的热工安全裕度。

8.根据权利要求7所述的浅池式核能低温供热堆的运行方法，其特征在于，在一回路***内，带有堆芯出口水温的堆水最高升至池内主换热器下端的一次水入口，处于供热堆浅水池的水表面以下5米，堆水继续上行开始其放热降温过程；

在浅水池深度为12米、堆芯出口水温为110℃的条件下，能够保证在一回路功率运行时各点的水温依靠池内主循环水泵的增压作用都具有足够的过冷度，以提高传热安全裕度。

9.根据权利要求7或8所述的浅池式核能低温供热堆的运行方法，其特征在于，在正常功率运行条件下，各水泵电机由核供热站交流电源供电，各泵在额定工作转数下运行，保证将堆芯发出的热量经过中间回路传至热网；

正常停堆或事故停堆后，池内主循环水泵、中间回路循环水泵、以及热网循环水泵均转入稳定的低速运行工况，保证安全载出堆芯余热并保护热网免于发生冷冻；或变速运行，使流量与堆芯余热同步衰减，以节省可靠电源的供电，且当电网低速或变速电机供电发生故障时自动转接可靠电源，保证对堆芯余热不间断的安全冷却过程；

在正常供电及可靠电源都失效的极端事故条件下，池内主循环水泵停闭后，单向阀自然开启，浅水池内下部温度较低的池水通过单向阀直接进入堆芯并载出堆芯余热，通过池内主换热器放出热量后返回浅水池，以形成简短、高效的一回路自然循环安全冷却通道。